高通量研究堆堆芯热工水力分析程序THAS-PC4

针对高通量研究堆的热工水力特点和设计准则开发了堆芯子通道分析微机程序ＴＨＡＳ－ＰＣ４。该程序能够计算稳态和瞬态工况下堆芯内冷却剂的流量、温度、密度和压力等参量的分布以及燃料元件的温度场。它还可以确定临界热流密度和偏离泡核沸腾比（ＤＮＢＲ），泡核沸腾开始时的壁面温度以及流动开始不稳定时的热流密度等，以评价反应堆的安全性。     

SUDO临界热流密度关系式在柱状燃料元件程序中的应用探讨

SUDO临界热流密度关系式适用于在低温低压状态下使用板状燃料元件的反应堆。如果SUDO临界热流密度关系式被应用到非低温低压状态和柱状燃料元件模型的(包括瞬态)计算机程序进行DNBR分析时，首先必须对该程序进行以满足几何条件要求的修改，以达到SUDO临界热流密度关系式要求的相关使用条件．同时必须进行与SUDO临界热流密度关系式实验数据相关的DNBR限值计算，使程序的计算值尽可能地与实验值保持一致．否则计算得到的最小DNBR值可能带来较大的误差．     

核电厂全范围模拟机流固换热耦合并行技术研究

基于RELAP5程序热工水力计算原理，研究热构件壁面温度及热流密度耦合并行技术在核电厂全范围模拟机中的应用。整体模型通过热构件壁面温度或热流密度拆分为两个模型耦合并行计算，计算结果分别与整体计算的结果进行对比。结果表明:在间壁式换热器的热构件模型中，热流密度作为耦合参数时计算结果不准确；壁面温度作为耦合参数时可以准确计算。将温度耦合技术用于典型四环路压水堆核电站蒸汽供应系统的仿真计算，计算结果表明:间壁式换热器的热构件模型的温度耦合并行计算能有效提高CPU利用效率和计算速度，为模拟机的实时计算提供更多的保障。      

流量波动作用下临界热流密度特性理论模型开发与验证

基于微液层蒸干机理和均匀流两相流场瞬态特性模型,建立能够预测通道入口流量波动条件下的瞬态临界热流密度的机理模型并开发了相应的计算程序,采用入口流量稳定和流量波动条件下实验数据对模型进行了验证,表明所开发模型能够较好地预测入口流量波动条件下瞬态临界热流密度,并具有较好的计算精度。     

熔融物压力容器内滞留瞬态传热特性分析

基于SCDAP/RELAP5程序建立了用于熔融物压力容器内滞留（IVR）瞬态分析的系统简化模型,通过对模块式小型堆IVR过程的瞬态计算与分析,初步探索了IVR策略实施过程中压力容器下封头的瞬态热负荷特性。SCDAP/RELAP5程序的计算结果表明,利用外部冷却实施IVR策略的瞬态传热特性可分为熔融物注入之初的激烈传热阶段和熔融物硬壳形成之后的准稳态传热阶段。模块式小型堆的IVR瞬态分析表明,瞬态过程中的热流密度峰值不会达到临界热流密度,最终形成的稳定熔融池传热具有很大的安全裕量。研究同时发现SCDAP/RELAP5程序用于IVR分析时在模型上存在一定的不足。     

跨临界泄压瞬态传热特性的模型敏感性分析

在停堆或失水等事故工况下,超临界水冷堆将经历跨临界泄压过程,系统压力从超临界状态降到拟临界点22.064MPa以下。而对于次临界区,临界点附近的临界热流密度值很低,极易发生沸腾临界,导致加热棒壁面温度迅速升高,因此跨临界泄压过程是超临界水冷堆失水事故安全分析的关键。目前,跨临界泄压瞬态过程可以通过系统程序进行计算,但依然缺乏有效的实验验证。故本文依托上海交通大学的超临界流体多功能实验回路(Supercritical WAter MUltiPurpose loop,SWAMUP)跨临界泄压过程的实验,利用德国核安全中心(GRS)开发的系统程序ATHLET3.0进行建模计算,分析跨临界泄压过程传热特性。通过调节次临界区临界热流密度、最小膜态沸腾温度、骤冷前沿模型等相关参数,对计算模型进行敏感性分析,为跨临界泄压瞬态过程的准确计算提供参考。计算结果表明,加热棒壁面是否发生温度飞升取决于所选用的临界热流密度和最小膜态沸腾温度的值;骤冷前沿模型的使用可以实现壁面再湿润,降低壁面温度。     

流量波动作用下临界热流密度特性理论计算与分析

利用流量波动作用下瞬态临界热流密度程序,对矩形通道内入口流量波动条件下临界热流密度特性进行计算分析。结果表明:入口流量波动会对临界热流密度有明显影响,特别是入口流量波动幅值和周期的增大、时均流量的增加、加热长度的减小或出口含汽率的降低将使临界热流密度特性恶化,从而对反应堆系统安全性产生不利影响。     

非能动安全壳冷却系统的一维分析程序PCCSAC—1D

在原非能动安全壳冷却系统分析程序（ＰＣＣＳＡＣ）的基础上，研究开发了对安全壳内部空间进行一次维瞬态分析的ＰＣＣＳＡＣ－１Ｄ程序，该程序能够模拟安全壳内部空间和外部环形通道中存在的自然对流和明显的温度落差，从而得出了非能动安全壳冷却系统温度等重要物理参数的分布。通过与Ｊ，Ｇ，Ｓｕｎ等人用ＣＯＭＭＩＸ分析ＡＰ６００的结果以及原ＰＣＣＳＡＣ程序的计算结果的比较，证明了ＰＣＣＳＡＣ－１Ｄ程序提出了一维分析     

钠冷快堆无停堆保护失热阱固有安全特性

采用模块式结构建立了钠冷快堆主回路系统的数学模型，选用端点浮动法有效克服了点堆方程的刚性问题。堆芯热工和ＩＨＸ计算采用稳定性良好的全稳二阶迎风差分格式，编制了钠冷快堆失热阱瞬态仿真程序ＬＯＨＳ。该程序可在微机环境下运行，模型简单，速度快。用ＬＯＨＳ对ＥＢＲ－Ⅱ失热阱瞬态实验的计算结果与安全分析程序ＮＡＴＤＥＭＯ的计算结果符合良好。     

用多种监界热流密度关系式计算DNBR的研究

目前，计算临界热流密度的关系式很多，这些关系式都是在一定参数范围内，根据实验数据整理得到的方程式，ＴＨＡＳ－２程序带有Ｗ－３，Ｄ＆Ｗ－２和ＷＲＢ－１三个临界热流密度关系式，本文还把前苏联编制的临界热流密度数据表格计算关系式加入到ＴＨＡＳ－２中。